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論文

New applications of ion beams to material, space, and biological science and engineering

福田 光宏; 伊藤 久義; 大島 武; 西堂 雅博; 田中 淳

Charged Particle and Photon Interactions with Matter, p.813 - 859, 2003/11

近年、イオンビームは、医学・医療をはじめ、材料科学・バイオ技術などの原子核物理学以外の分野において広範に応用されるようになり、従来のX線・$$gamma$$線・電子線などの利用では得られなかった研究成果が続々と生み出されてきている。イオンビームは、物質中でその飛跡に沿って局所的にエネルギーを付与し、高密度に物質をイオン化したり、励起したりすることができるだけでなく、優れた直進性,異種元素の注入,打ち込み深度及び個数の自在制御,物質表面原子のたたき出しや電子・X線・中性子等の二次粒子放出,RI生成など、多面的な特質を持っている。物質の種類や形状・構造などに合わせてこれらのイオンビームの特徴を上手に活かすことにより、新しいものを創り出したり、物質の中を微細に調べたりすることが可能となる。原研高崎研究所では、材料・宇宙・バイオ科学分野などにおける高度なイオンビーム利用を推進するため、軽イオンから重イオンにわたる多種類のイオンをkeVオーダーから数百MeV級まで加速できるイオン照射施設TIARAを建設し、最先端のイオンビーム利用研究を先導するビーム技術を開発してきた。本稿では、TIARAで得られた材料・宇宙・バイオ科学分野におけるイオンビーム利用の研究成果と今後の展望について解説している。

論文

Wall conditioning and experience of the carbon-based first wall in JT-60U

正木 圭; 柳生 純一; 新井 貴; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 宮 直之; 安東 俊郎; 平塚 一; 西堂 雅博

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.386 - 395, 2002/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.21(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uでは、大気解放後の第一壁コンディショニングとして、ベーキング,ヘリウムTDC,ヘリウムGDC,トカマク洗浄放電と順次実施し、到達真空度10$$^{-6}$$$$sim$$10$$^{-5}$$Paを達成している。また、酸素不純物を低減するために、デカボラン(B$$_{10}$$H$$_{14}$$)を用いたボロナイゼーションを実施しており、プラズマ中の酸素不純物量を0.5%程度まで低減することに成功している。真空容器内に設置されるタイバータタイルは、高熱負荷に晒されるため高い設置精度が要求される。特にテーパー加工はタイルの段差による端部への熱集中を避けるのに有効であり、タイルの損耗を大きく減らすことができた。また、ダイバ-タ領域における堆積量及び損耗量の内外非対称性(ポロイダル方向)からは、外側ダイバータから内側ダイバータへの不純物の輸送が示唆されている。1992年及び1993年には、CFCタイルの化学スパッタリングと酸素不純物の低減を目的として、B$$_{4}$$C転化CFCタイルを外側ダイバータに設置し、その効果を実証した。JT-60Uのトリチウム挙動を調べるために、第一壁中のトリチウム量及び排ガス中のトリチウム量を測定した。その結果、生成されたトリチウム量の約50%が第一壁に残留していることがわかった。

論文

The Kinetics of Fe and Ca for the development of radiation-induced apoptosis by micro-PIXE imaging

原田 聡*; 玉川 芳春*; 石井 慶造*; 田中 晃*; 佐藤 隆博; 松山 成男*; 山崎 浩道*; 神谷 富裕; 酒井 卓郎; 荒川 和夫; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 189(1-4), p.437 - 442, 2002/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.81

放射線誘起アポトーシスと微量元素の挙動の相互作用を詳しく調べるために、ヒト白血病細胞に$$^{60}$$Coの$$gamma$$線をインビトロで照射し、微量元素の画像化を行った。アポトーシスの頻度はTUNEL染色をした後、顕微鏡で 400 倍に拡大して得た。また、マイクロPIXE分析で細胞内の微量元素の分布の測定を行った。アポトーシスの初期段階では鉄が細胞質に集中して見られたが、アポトーシスが進行すると鉄の集積は無くなり、細胞核でCaが集積しZnが減少した。このことから、アポトーシスの進行には (1)FeやFeを含む酵素による細胞質から細胞核への信号の伝達, (2) Ca に依存する酵素による細胞核の変性と核からのZnの放出、の2つの段階が存在するようである。このような微量元素の集積はアポトーシスの新しい標識になると思われる。

論文

東南アジア原子力技術ミッション「加速器技術・利用セミナー」に参加して

西堂 雅博

放射線と産業, (81), p.55 - 57, 1999/03

平成10年8月20日から28日の9日間、東南アジア原子力技術交流ミッションの一員として、インドネシア、ベトナムを訪問した。インドネシアでは、ジョクジャカルタにおいて、ベトナムでは、ハノイにおいて、「加速器技術・利用セミナー」に参加し、「TIARAの現状とイオンビーム利用研究」について講演した。今回、インドネシアとベトナムで、本セミナー開催となった経緯及びセミナーの概要について、まとめた。

論文

Deuterium retention of DIII-D DiMES sample

山内 有二*; 広畑 優子*; 日野 友明*; 正木 圭; 西堂 雅博; 安東 俊郎; D.G.Whyte*; C.Wong*

Journal of Nuclear Materials, 266-269, p.1257 - 1260, 1999/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:17.08

表面の半分をB$$_{4}$$C転化した黒鉛サンプルをDIII-DのDiMESにより約15秒間(合計)重水素プラズマにさらし、そのサンプルの重水素リテンション量の2次元分布及び熱脱離特性を昇温脱離分析法(TDS)で調べた。脱離気体種はおもにHD,D$$_{2}$$,CD$$_{4}$$であり、放出される割合は黒鉛面及びB$$_{4}$$C面とも同程度であった。また脱離スペクトルのピークは黒鉛面、B$$_{4}$$C面ともに3ヶ所存在している。これらの結果は、これまでの実験結果と異なり、サンプル表面への炭素の堆積が原因と考えられる。脱離スペクトルの低温側のピークはB$$_{4}$$C面の方が大きくこれはB-D結合によるものと思われる。重水素リテンション量はプラズマ流入側(電子ドリフトサイド黒鉛面)のエッジ部が最も多かった。黒鉛面とB$$_{4}$$C面で重水素リテンション量を比較すると、それぞれ6.1$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$,6.9$$times$$10$$^{16}$$D/cm$$^{2}$$とB$$_{4}$$C面がわずかに多くなっており、粒子束の大きいエッジ部を抜かした場合、さらにB$$_{4}$$C面の重水素リテンション量が多く、約1.5倍の値となった。

論文

The Irradiation facilities for the radiation tolerance testing of semiconductor devices for space use in Japan

西堂 雅博; 福田 光宏; 荒川 和夫; 田島 訓; 須永 博美; 四本 圭一; 神谷 富裕; 田中 隆一; 平尾 敏雄; 梨山 勇; et al.

Proceedings of 1999 IEEE Nuclear and Space Radiation Effects Conference, p.117 - 122, 1999/00

宇宙用半導体デバイスとして、高機能の民生部品を使用する方針が、開発期間の短縮、費用の節約という観点から採用され、以前にも増して放射線耐性試験を効率的、効果的に行うことが、重要となってきた。本報告では、トータルドーズ効果、シングルイベント効果等の試験を実施している日本の照射施設を紹介するとともに、これらの試験を効率的及び効果的に行うための技術開発、例えば、異なるLETイオンを短時間に変えることのできるカクテルビーム加速技術、シングルイベント効果の機構を解明するためのマイクロビーム形成技術及びシングルイオンヒット技術等について言及する。

論文

Gas desorption properties of tungsten coated graphite materials

広畑 優子*; 桶川 美晴*; 柳原 英人*; 日野 友明*; 荻原 徳男; 柳生 純一; 西堂 雅博

Vacuum, 53(1-2), p.309 - 312, 1999/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:84.74

核融合炉用プラズマ壁面材の候補の1つと考えられてるレニウム中間層を有するタングステン被覆グラファイト(W-Re/G)からのガス放出特性を調べた。最初に母材であるグラファイトからの放出ガスを調べた。主な放出ガスは、H$$_{2}$$,H$$_{2}$$O,COそしてCO$$_{2}$$であった。また、500K付近にC$$_{x}$$H$$_{y}$$(x=1-4)の炭化水素が観測された。W-Re/G試料からの炭化水素の放出量は、グラファイトの場合よりも一桁以上少なかった。しかし、1200K付近で多量のCOの放出が観測された。W-Re/Gの使用に際しては、1200K以上での前処理ベーキングが必要である。

報告書

JT-60UのW型ダイバータの設計と据付け

児玉 幸三; 正木 圭; 笹島 唯之; 森本 将明*; 高橋 昇龍*; 櫻井 真治; 岸谷 和広*; 西堂 雅博; 井上 雅彦*; 河内 俊成*; et al.

JAERI-Tech 98-049, 151 Pages, 1998/11

JAERI-Tech-98-049.pdf:6.45MB

JT-60のダイバータは、エネルギー閉じ込めと放射ダイバータの両立とダイバータ機能の向上を図ることを目的としてW型ダイバータに改造された。W型ダイバータの改造は、平成7年度から設計作業が開始され、平成9年の5月の据付作業の完了をもって終了した。本報告書は、W型ダイバータの設計、据付け及び平成9年の運転状況が含まれる。

論文

初期運転後のJT-60W型ダイバータの点検

正木 圭; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 森本 将明*; 高橋 昇竜*; 細金 延幸; 櫻井 真治; 西堂 雅博

プラズマ・核融合学会誌, 74(9), p.1048 - 1053, 1998/09

JT-60の運転及び関連設備の定期点検は、年間運転計画に基づいて実施されており、W型ダイバータへの改造後初の真空容器内点検が11月に行われた。改造から定検までの5ヶ月間において1753ショットの運転を行っており、最大プラズマ電流は2.5MA、最大NB加熱パワー22MW、トロイダル磁場~4T、ディスラプション回数は270回程度であった。真空容器内調査の結果、外ダイバータ、外ドーム及びドーム頂部のタイルに損耗が見られた。また、外ドームタイル2枚が破断しているのが確認された。これは熱衝撃によるものと思われる。内ダイバータ、バッフルに付着物(カーボン)が確認された。特にダイバータに厚く堆積しており、内側ダイバータ堆積物の総量を評価すると約25gであった。初めて大型実験装置に使用されたアルミナ溶射絶縁板は健全に保たれており、アーキング等による破損は見られなかった。また、W型形状にも変形は見られず、その構造物の健全性が示された。

論文

Stress analysis for the crack observation in cooling channels of the toroidal field coils in JT-60U

玉井 広史; 菊池 満; 新井 貴; 本田 正男; 宮田 寛*; 西堂 雅博; 木村 豊秋; 永見 正幸; 清水 正亜; 大森 順次*; et al.

Fusion Engineering and Design, 38(4), p.429 - 439, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.92

JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを、有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価、検討した。その結果、コイル導体の半径方向に働く圧縮力により、冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた。この応力が繰り返し加わることにより、初期クラックが成長し、冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される。また、導体半径方向の圧縮力の大きさは、コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した。これは、コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する。なお、導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく、コイルは今後も問題なく使用できることが判明した。

論文

Development of a compact W-shaped pumped divertor in JT-60U

櫻井 真治; 細金 延幸; 正木 圭; 児玉 幸三; 笹島 唯之; 岸谷 和廣*; 高橋 昇竜*; 清水 勝宏; 秋野 昇; 三代 康彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.371 - 376, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.96

現在、改造工事が進められている、JT-60Uのダイバータ改造の設計及び工事の概要について発表する。既存の真空容器、ポロイダルコイルを利用し、各種の実験配位へ対応可能なこと、放射冷却ダイバータプラズマの形成と制御及び主プラズマへの中性粒子逆流の低減により高閉じ込め性能とダイバータへの熱流低減を両立することを目標として、コンパクトなW型構造を採用した。既設のNBIクライオポンプに排気速度可変機構を付加した排気系とガス供給系の増力、配置最適化により粒子制御機能を実現する。真空容器内での作業性、保守性、拡張性及び熱応力低減の観点から、分割式の基本構造を採用した。バックル板の隙間を絶縁スライド式のガスシールで塞ぎ中性粒子の漏れを低減する。ハロー電流を含めた電磁力、構造解析により全体の健全性を確認している。据付前に真空容器変形量の精密測定を行い、要求される設置精度を確保している。

論文

The First inspection of JT-60U W-shaped divertor after high power operation

正木 圭; 児玉 幸三; 森本 将明*; 笹島 唯之; 高橋 昇竜*; 細金 延幸; 西堂 雅博

Fusion Technology 1998, p.67 - 70, 1998/00

W型ダイバータへの改造後初の真空容器内点検が1997年11月に行われた。改造からこの点検までの5ヶ月間で、合計1753ショット行っており、プラズマ電流は最大2.5MA、NB加熱パワーは最大22MW、トロイダル磁場は~4T、ディスラプション回数は270回程度であった。この11月に行われた真空容器内調査の結果、外ダイバータ、外ドーム及びドーム頂部タイルに損耗が見られた。また、外ドームタイル2枚が熱衝撃により破断しているのが確認された。内ダイバータ、内バッフルには付着物(カーボン)が確認されており、特に内ダイバータに厚く堆積していた。この堆積物総重量(内ダイバータのみ)を評価すると、約25gにもなった。しかし、外ダイバータと比較して、内ダイバータには顕著な損耗跡は見られないことから、この堆積物の主な発生源は外ダイバータタイルと思われる。アルミナ溶射絶縁板(シール部)は健全に保たれており、W型形状(構造物)にも変形は見られなかった。

論文

Installation of the W-shaped divertor in JT-60U

児玉 幸三; 笹島 唯之; 正木 圭; 細金 延幸; 櫻井 真治; 森本 将明*; 三代 康彦; 平塚 一; 秋野 昇; 高橋 昇龍*; et al.

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.365 - 368, 1998/00

JT-60は従来までのオープンダイバータからW型ダイバータに改造した。'97年2月から5月の据付期間を経て6月から運転を開始した。W型ダイバータはダイバータ板及びドーム、バックル板から構成され、既設のダイバータ板及び第一壁の一部を撤去して据付けた。新たに据付けたダイバータ板等の構造物は、渦電流及び入口-カレントによる電磁力に耐える構造を有している。また、ダイバータタイル、ドーム頂部タイル等熱負荷の大きい部分には、CFC板を使用している。ダイバータ部はNBIのクライオポンプを転用した3台の専用ポンプで排気される。またガス注入ポートはダイバータ領域、プラズマ上部及びサイドポートに配置されている。

論文

The Present status of irradiation facilities at JAERI-Takasaki

西堂 雅博; 福田 光宏; 荒川 和夫; 田島 訓; 須永 博美; 四本 圭一; 田中 隆一

Proc. of 3rd Int. Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application, p.183 - 188, 1998/00

高崎研は、$$gamma$$線、電子線、イオンビーム等の幅広い照射が系統的に実施できる各種の照射施設を備えた特徴ある研究所である。これらの照射施設は、各種の研究に利用されてきたが、とりわけ、宇宙用半導体デバイスの放射線耐性試験及び開発研究に、高崎研の各種照射施設が有効に利用されてきた。本論文では、高崎研の各種照射施設の現状と、さらに有効かつ効率的な各種照射施設利用のために予定されている将来計画、例えば、$$gamma$$線照射施設の改造計画、TIARA施設の高度化計画等、について述べる。

論文

臨界プラズマ試験装置(JT-60)のリークテスト技術

神永 敦嗣; 新井 貴; 児玉 幸三; 佐々木 昇*; 西堂 雅博

真空, 41(10), p.846 - 850, 1998/00

JT-60は、真空容器を中心にその周りをトロイダル磁場コイル、中性粒子入射加熱装置、ガス注入装置等の多機能にわたる各種装置が設置された集合型の大型超高真空装置であり、高性能なプラズマを実現するためには、不純物の原因となる真空リークのない良好な真空状態を保つ必要がある。このため、リークテスト技術は、不可欠な技術であるとともに効率的、高信頼度かつ効果的に実施できるリークテストの方法を採用することが必須である。JT-60では、被試験箇所を区分して、それぞれの領域にヘリウムガスを吹き付ける吹き付けポート(マニホールド)を設置するとともに遠隔式及び手動式の両方でヘリウムガスの吹き付けができるプローブガス供給系を設けたこと、リークテスト装置としては、重水素の存在する条件下でヘリウムの検出感度が低下しない装置としたことの2点を特徴とする方法を採用しリークテストを行っている。

論文

核融合炉用プラズマ対向材料としての炭化ホウ素-炭素繊維複合セラミックスの開発,第3報; 電子ビーム照射及びJT-60プラズマ放電による耐熱性評価

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師夫*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純孝*

日本セラミックス協会学術論文誌, 105(1228), p.1091 - 1098, 1997/12

 パーセンタイル:100(Materials Science, Ceramics)

C/C材の次の新プラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを、ホットプレス法で作り、試験片を冷却せずに、電子ビームとJT-60のプラズマ加熱による熱負荷試験を行って耐熱性を評価した。高熱伝導(640W/m・K)の縦糸と折れ難い高強度(3.5GPa)の横糸炭素繊維から成る平織り(布)を作り、B$$_{4}$$Cを含浸後、渦巻き状にして焼結した複合セラミックスでは、22MW/m$$^{2}$$(5秒)の電子ビーム照射により、表面が2500$$^{circ}$$Cになり、B$$_{4}$$Cが一部溶融しても、クラックは発生しなかった。同材料のタイルをJT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を572回繰返しても、局所的溶融は起るものの、クラックの発生は見られなかった。溶融は、表面がB$$_{4}$$Cの融点を越えたためで、ITERで予定されている水冷を行えば、避けられる見込みである。

論文

Properties of thin boron coatings formed during deuterated-boronization in JT-60

柳生 純一; 荻原 徳男; 西堂 雅博; 岡部 友和; 平塚 一; 三代 康彦; 楢本 洋; 山本 春也; 竹下 英文; 青木 康; et al.

Journal of Nuclear Materials, 241-243, p.579 - 584, 1997/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:22.83

デカボランを用いたボロナイゼーションでは、第一壁上に作製されたボロン膜中に10-12%の軽水素が含まれる。重水素放電を実施した際、この軽水素がプラズマ燃料を希釈してしまうため、ボロナイゼーション後に約100ショットの調整放電が必要であった。軽水素濃度を減らす目的で、重水素化ボロナイゼーションを実施した。作製したボロン膜を分析したところ、ボロン膜中に軽水素は、2-4%に減少していることが判った。重水素放電においても、ボロナイゼーション直後からプラズマ中の軽水素濃度は少なく、調整放電も不要であった。更に、ボロン膜を内壁全面に渡って均一に作製するために、真空容器内にデカボランガス供給口を12箇所設けた。その結果、トロイダル方向に105nm-255nm厚さのボロン膜が作製された。

論文

Development of B$$_{4}$$C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60

神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*

Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00

C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、B$$_{4}$$Cと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にB$$_{4}$$Cを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/m$$^{2}$$の電子ビーム照射(5秒,2500$$^{circ}$$C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。

論文

Tritium retention in graphite inner wall of JT-60U

正木 圭; 児玉 幸三; 安東 俊郎; 西堂 雅博; 清水 正亜; 林 巧; 奥野 健二

Fusion Engineering and Design, 31, p.181 - 187, 1996/00

 被引用回数:18 パーセンタイル:17.07

JT-60では、1991年7月から重水素実験を行っている。この重水素反応に伴って生成されたトリチウムは真空排気系を通して希釈後外部へ排気されるが、一部は真空容器内の第一壁に残留する。そこで、第一壁に残留しているトリチウム量を評価するために、使用後第一壁のトリチウム分析を行った。その結果、トリチウムのポロイダル分布では、ダイバータ板のインボード側のトリチウム濃度が最も高くプラズマの脚が直接当たるストライクポイントが低いことがわかった。また、トロイダル分布では、エロージョン領域を含むサンプルが最もトリチウム濃度が高く、エロージョン領域のすぐ脇の領域に多くのトリチウムが分布していると考えられる。これらの結果からJT-60第一壁全体のトリチウム残留量を評価すると、分析用タイルを取外した1993年までに生成されたトリチウム約32GBqの50%に相当する16GBqのトリチウムが第一壁に残留していたことがわかった。

論文

Effects of plasma behavior on in-vessel components in JT-60 operation

平塚 一; 笹島 唯之; 児玉 幸三; 新井 貴; 正木 圭; 閨谷 譲; 柳生 純一; 神永 敦嗣; 西堂 雅博

Fusion Technology 1996, 0, 4 Pages, 1996/00

真空容器内は、プラズマの熱負荷から内面を保護するために、等方性黒鉛やC/C複合材による第一壁やダイバータタイルで覆われている。ダイバータタイル等は、熱負荷や電磁力による損傷を受けるため毎年交換を行っている。損傷は、ダイバータタイルのエッジに集中してエロージョンや破損が見られるが、第一壁も損傷している。これらの原因として、ハロー電流に起因した電磁力、熱応力等が推定される。最近では、電磁力によると思われるポート部NBI保護板の破損やダイバータタイルと第一壁の間にあるダイバータ冷却配管がビーム状の熱負荷を受けて溶融した(冷却ガスのリーク)不具合例がある。各不具合は、短期間のうちに調査、対策、復旧が行われ、JT-60の運転への支障は少なかった。本報告では、プラズマにより損傷した第一壁、ダイバータタイル及びダイバータ冷却配管の不具合例、復旧、調査、不具合対策等について報告する。

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